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| Atomkraftwerk mit Druckwasserreaktor |
Der Druckwasserreaktor (DWR; englisch pressurized water reactor, PWR) ist ein Atomreaktor-Typ, bei dem Wasser als Moderator und Kühlmittel dient.
Im Gegensatz zum Siedewasserreaktor (SWR) wird im Druckwasserreaktor die Kühlung des Reaktors (Primärkreislauf) und die Dampferzeugung zur Stromerzeugung in einer Dampfturbine (Sekundärkreislauf) technisch voneinander getrennt.
Das im Reaktorkern erhitzte Wasser (Primärkreislauf) gibt in einem Dampferzeuger seine Wärme an einen getrennten Wasser-Dampf-Kreislauf ab, den Sekundärkreislauf.
Durch die getrennten Kreisläufe kann das radioaktiv kontaminierte Wasser des Primärkreislaufes nicht in den Sekundärkreislauf gelangen. Daraus ergibt sich als Vorteil gegenüber dem Siedewasserreaktor, dass das Kühlmittel, das immer etwas radioaktiv verunreinigt ist, sich ständig innerhalb des Containments befindet. Der Sekundärkreislauf ist frei von Radioaktivität aus Abrieb und Korrosionsprodukten, was z. B. die Wartung der Dampfturbine wesentlich erleichtert. Im Maschinenhaus sind deshalb auch keine Strahlenschutzmaßnahmen notwendig.
Meist wird Leichtes Wasser (H2O) als Kühlmedium für die Brennstäbe und als Transportmedium für die Energie verwendet. Diese Reaktoren gehören daher zu den Leichtwasserreaktoren (LWR). Weltweit gibt es nach Angaben der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) rund 279 dieser Reaktoren (Stand 2015). Die Verwendung von Schwerem Wasser (D2O) ist auch möglich, wird aber nur bei etwa 10 Prozent aller Reaktoren weltweit eingesetzt. Insgesamt sind Druckwasserreaktoren mit 68 % der Stromerzeugung weltweit der häufigste Reaktortyp.
Der Betriebsdruck des Wassers wird anders als beim Siedewasserreaktor so hoch gewählt, dass es bei der vorgesehenen Betriebstemperatur nicht siedet. Die Brennstäbe sind daher gleichmäßig benetzt, die Wärmeverteilung an ihrer Oberfläche ist ausgeglichen und die Dampfphase mit ihrer besonderen Korrosionswirkung entfällt. Die gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein ruhiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie.
Druckwasserreaktoren besitzen einen Wirkungsgrad von 32–36 % (wenn man die Urananreicherung mitrechnet), also sehr ähnliche Werte wie ein AKW des Typs Siedewasserreaktor. Der Wirkungsgrad ließe sich um einige Prozentpunkte steigern, wenn man die Dampftemperatur wie bei Kohlekraftwerken auf über 500 °C steigern könnte. Die maximale Temperatur des Primärkühlmittels ist durch das verwendete Prinzip des unterkühlten Siedens jedoch auf Temperaturen unterhalb des kritischen Punktes begrenzt. Somit sind derartige Frischdampftemperaturen bei einem konventionellen Druckwasserreaktor nicht realisierbar.
Druckwasserreaktoren können auch im sogenannten Lastfolgebetrieb gefahren werden. Das bedeutet, dass ein Kraftwerk seine Stromerzeugung den Anforderungen des Übertragungsnetzbetreibers anpasst. Dabei sowohl bei Leistungserhöhungen als auch bei Leistungsreduzierungen Laständerungen von 50 % der Nennleistung in einer Zeit von maximal einer Viertelstunde möglich. Eine noch höhere Lastfolgefähigkeit ist im Bereich oberhalb von 80 % der Nennleistung mit maximalen Leistungsgradienten von bis zu 10 % der Nennleistung pro Minute möglich.
Technische Beschreibung
Primärkreislauf
Borsäure
Dem Kühlmittel Wasser im Primärkreislauf wird eine veränderliche Menge an Borsäure zugesetzt. Bor ist ein wirksamer Neutronenabsorber. Durch die Borsäurekonzentration kann daher die Leistung des Reaktors langfristig geregelt und dem allmählichen Abbrand des Brennstoffs angepasst werden.
Steuerstäbe
Darüber hinaus werden Steuerstäbe für eine schnelle Leistungsregelung und Lastanpassung eingesetzt, die ebenfalls Neutronenabsorber enthalten. Eine automatische Leistungsstabilisierung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur, denn eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet:
Die Steuerstäbe werden beim Druckwasserreaktor von oben in den Reaktorkern eingefahren, während sie beim Siedewasserreaktor von unten eingeführt werden. Beim Druckwasserreaktor werden die Steuerstäbe elektromagnetisch in einer Position oberhalb des Reaktorkerns gehalten. Im Falle einer Reaktorschnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Wirkung der Schwerkraft in den Kern ein. Die Kettenreaktion wird so unterbrochen und der Reaktor abgeschaltet.
Brennelemente
Um eine möglichst gleichmäßige radiale Temperaturverteilung zu erzielen, erfolgt die Erstbeladung mit Brennelementen mit von innen nach außen steigendem Anreicherungsgrad. Nach Ende des ersten Brennstoffzyklus (etwa 1 Jahr) wird jeweils nur das äußere Drittel des Inventars durch neue Brennelemente ersetzt, die im Laufe der folgenden Zyklen von außen nach innen umgesetzt werden. Neben diesem Ziel der gleichmäßigen radialen Leistungsdichteverteilung kann durch andere Kernbeladungen entweder der Abbrand der Brennelemente erhöht werden oder ein geringerer Neutronenfluss in der Nähe der Wand des Reaktordruckbehälters erreicht werden.
Reaktordruckbehälter
Der Reaktordruckbehälter eines Druckwasserreaktors ist von einem oder mehreren ineinander geschachtelten Sicherheitsbehältern (Containments) umgeben. Die Sicherheitsbehälter haben keine betriebliche Funktion, sondern dienen dem Abschluss verschiedener Betriebsbereiche gegeneinander und nach außen.
Die inneren Sicherheitsbehälter haben bei den in der Auslegung (siehe Auslegungsstörfall) berücksichtigten normalen oder besonderen Betriebszuständen die Funktion, den Austritt von radioaktivem Dampf oder radioaktivem Gas auf möglichst kleine Mengen zu beschränken. Die äußeren Sicherheitsbehälter sollen außerdem eine Fremdeinwirkung von außen auf den Reaktor verhindern. Die Auslegung der Sicherheitsbehälter erfolgt nach Modellen für die jeweiligen Betriebszustände. Der Sicherheitsbehälter ist für einen bestimmten maximalen Druck von innen und für eine bestimmte maximale Einwirkung (Impulsbelastung) von außen bemessen.
Ältere AKW besaßen lediglich ein Betriebsgebäude, das Wettereinwirkung auf die Anlage verhindert, aber keinen Abschluss gegen Dampfaustritt, keinen Schutz gegen explosionsartig erhöhten Druck oder gegen Aufprall eines Flugkörpers. Solche Anlagen sind heute (2016) in Westeuropa nicht mehr in Betrieb.
Im Primärkreislauf durchfließt das Wasser den sogenannten Reaktorkern im sogenannten Reaktordruckbehälter. Dort wird es über die von den Brennelementen erzeugte Energie aus der Atomspaltung von 291 °C auf 326 °C erhitzt. Da das Wasser unter einem Druck von typischerweise 15 - 16 MPa bzw. 150-160 bar steht, siedet es auch bei diesen hohen Temperaturen nicht (im Unterschied zum Siedewasserreaktor (SWR). Das erhitzte Wasser aus dem Reaktordruckbehälter wird in die Heizrohre des sogenannten Dampferzeugers geleitet.
Dampferzeuger
Der Dampferzeuger, der als Rohrbündelwärmeüberträger ausgeführt ist stellt die Schnittstelle zwischen Primär- und Sekundärkreislauf dar. Die Wärme wird so an das Wasser im Sekundärkreislauf abgegeben, das die Heizrohre umgibt. Weil der Druck auf der Sekundärseite des Dampferzeugers nur etwa 65 bis 70 Bar beträgt, verdampft das Wasser an den Heizrohren des Dampferzeugers erst bei etwa 280 °C. In einem Atomkraftwerksblock mit einer elektrischen Leistung von 1400 MW beträgt die dabei entstehende Dampfmenge für alle Dampferzeuger zusammen etwa 7000 Tonnen pro Stunde. Nach der Wärmeübertragung im Dampferzeuger wird das abgekühlte Wasser im Primärkreislauf mit Kreiselpumpen zurück in den Reaktordruckbehälter gepumpt.
Sekundärkreislauf
Der entstehende Wasserdampf wird über Rohrleitungen in Dampfturbinen mit einem angekoppelten Generator zur Stromerzeugung geleitet. Dabei kühlt er sich ab.
Kondensator
Im Kondensator wird anschließend der Wasserdampf wieder verflüssigt, so daß er als Wasser mit der Speisepumpe einer erneuten Dampferzeugung zugeführt werden kann. Der Kondensator wiederum wird mit Kühlwasser, meist aus einem Fluss, gekühlt. Je nach Anfangstemperatur und Wasserführung des Flusses muss dieses Kühlwasser, bevor es in den Fluss zurückgeleitet wird, seinerseits wieder abgekühlt werden. Zu diesem Zweck wird ein Teil des Kühlwassers in einem Kühlturm zum Verdunsten gebracht. Dadurch entstehen bei manchen Wetterlagen weiße Wolken über den Kühltürmen.
Geschichte
1957. Der weltweit erste kommerziell betriebene Druckwasserreaktor im Atomkraftwerk Shippingport in den USA nimmt den Betrieb auf. Der Reaktor hat eine Leistung von 68 MW. Die Entwicklung beruht auf Vorarbeiten der US-amerikanischen Marine für Schiffsantriebe. Dieser Reaktortyp wurde zunächst in großen Stückzahlen zum Antrieb von Kriegsschiffen wie der Nimitz-Klasse gebaut. Die Atomantriebe der US-Marine verfügen alle über Druckwasserreaktoren.
29. August 1962. Im Studienzentrum für Kernenergie geht der Atomreaktor BR-3 als erstes kommerzielles Atomkraftwerk Belgiens ans Netz. Er wurde aus den USA importiert und ist zudem der erste kommerziell Strom erzeugende Druckwasserreaktor Europas. Der Reaktor weist jedoch nur eine geringe thermische Reaktorleistung auf. Er dient von Beginn an vor allem zu Forschungszwecken, produziert aber auch Strom.
In den noch im Betrieb befindlichen Atomkraftwerken in Deutschland befindet sich meist ein Druckwasserreaktor. Ausführungen des Druckwasserreaktors sind zum Beispiel der von Siemens in den 1980er Jahren in Deutschland gebaute Konvoi, der von Framatome in Frankreich gebaute N4 und der sowjetische WWER. Die Weiterentwicklung der Konvoi- und N4-Atomreaktoren ist der Europäische Druckwasserreaktor (EPR). Dieser wird von Areva NP derzeit in Olkiluoto (Finnland) und Flamanville (Frankreich) gebaut.
Im Gegensatz zum Siedewasserreaktor (SWR) wird im Druckwasserreaktor die Kühlung des Reaktors (Primärkreislauf) und die Dampferzeugung zur Stromerzeugung in einer Dampfturbine (Sekundärkreislauf) technisch voneinander getrennt.
Das im Reaktorkern erhitzte Wasser (Primärkreislauf) gibt in einem Dampferzeuger seine Wärme an einen getrennten Wasser-Dampf-Kreislauf ab, den Sekundärkreislauf.
Durch die getrennten Kreisläufe kann das radioaktiv kontaminierte Wasser des Primärkreislaufes nicht in den Sekundärkreislauf gelangen. Daraus ergibt sich als Vorteil gegenüber dem Siedewasserreaktor, dass das Kühlmittel, das immer etwas radioaktiv verunreinigt ist, sich ständig innerhalb des Containments befindet. Der Sekundärkreislauf ist frei von Radioaktivität aus Abrieb und Korrosionsprodukten, was z. B. die Wartung der Dampfturbine wesentlich erleichtert. Im Maschinenhaus sind deshalb auch keine Strahlenschutzmaßnahmen notwendig.
Meist wird Leichtes Wasser (H2O) als Kühlmedium für die Brennstäbe und als Transportmedium für die Energie verwendet. Diese Reaktoren gehören daher zu den Leichtwasserreaktoren (LWR). Weltweit gibt es nach Angaben der Internationalen Atomenergieorganisation (IAEO) rund 279 dieser Reaktoren (Stand 2015). Die Verwendung von Schwerem Wasser (D2O) ist auch möglich, wird aber nur bei etwa 10 Prozent aller Reaktoren weltweit eingesetzt. Insgesamt sind Druckwasserreaktoren mit 68 % der Stromerzeugung weltweit der häufigste Reaktortyp.
Der Betriebsdruck des Wassers wird anders als beim Siedewasserreaktor so hoch gewählt, dass es bei der vorgesehenen Betriebstemperatur nicht siedet. Die Brennstäbe sind daher gleichmäßig benetzt, die Wärmeverteilung an ihrer Oberfläche ist ausgeglichen und die Dampfphase mit ihrer besonderen Korrosionswirkung entfällt. Die gleichmäßige Wärmeverteilung bewirkt ein ruhiges Regelverhalten bei guter Ausnutzung der freiwerdenden Energie.
Druckwasserreaktoren besitzen einen Wirkungsgrad von 32–36 % (wenn man die Urananreicherung mitrechnet), also sehr ähnliche Werte wie ein AKW des Typs Siedewasserreaktor. Der Wirkungsgrad ließe sich um einige Prozentpunkte steigern, wenn man die Dampftemperatur wie bei Kohlekraftwerken auf über 500 °C steigern könnte. Die maximale Temperatur des Primärkühlmittels ist durch das verwendete Prinzip des unterkühlten Siedens jedoch auf Temperaturen unterhalb des kritischen Punktes begrenzt. Somit sind derartige Frischdampftemperaturen bei einem konventionellen Druckwasserreaktor nicht realisierbar.
Druckwasserreaktoren können auch im sogenannten Lastfolgebetrieb gefahren werden. Das bedeutet, dass ein Kraftwerk seine Stromerzeugung den Anforderungen des Übertragungsnetzbetreibers anpasst. Dabei sowohl bei Leistungserhöhungen als auch bei Leistungsreduzierungen Laständerungen von 50 % der Nennleistung in einer Zeit von maximal einer Viertelstunde möglich. Eine noch höhere Lastfolgefähigkeit ist im Bereich oberhalb von 80 % der Nennleistung mit maximalen Leistungsgradienten von bis zu 10 % der Nennleistung pro Minute möglich.
Technische Beschreibung
Primärkreislauf
Borsäure
Dem Kühlmittel Wasser im Primärkreislauf wird eine veränderliche Menge an Borsäure zugesetzt. Bor ist ein wirksamer Neutronenabsorber. Durch die Borsäurekonzentration kann daher die Leistung des Reaktors langfristig geregelt und dem allmählichen Abbrand des Brennstoffs angepasst werden.
Steuerstäbe
Darüber hinaus werden Steuerstäbe für eine schnelle Leistungsregelung und Lastanpassung eingesetzt, die ebenfalls Neutronenabsorber enthalten. Eine automatische Leistungsstabilisierung ergibt sich aus der physikalischen Abhängigkeit der Reaktivität von Brennstoff- und Kühlmitteltemperatur, denn eine Temperaturerhöhung im Reaktor bedeutet:
- erhöhte Brennstofftemperatur: Dadurch steigt die Neigung des durch thermische Neutronen nicht spaltbaren Uranisotops 238, diese Neutronen zu absorbieren.
- erhöhte Kühlmitteltemperatur, geringere Dichte: Dadurch verringert sich die Moderationswirkung des Kühlmittels, so dass weniger thermische Neutronen zur Spaltung von Uran-235-Kernen zur Verfügung stehen.
Die Steuerstäbe werden beim Druckwasserreaktor von oben in den Reaktorkern eingefahren, während sie beim Siedewasserreaktor von unten eingeführt werden. Beim Druckwasserreaktor werden die Steuerstäbe elektromagnetisch in einer Position oberhalb des Reaktorkerns gehalten. Im Falle einer Reaktorschnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Wirkung der Schwerkraft in den Kern ein. Die Kettenreaktion wird so unterbrochen und der Reaktor abgeschaltet.
Brennelemente
Um eine möglichst gleichmäßige radiale Temperaturverteilung zu erzielen, erfolgt die Erstbeladung mit Brennelementen mit von innen nach außen steigendem Anreicherungsgrad. Nach Ende des ersten Brennstoffzyklus (etwa 1 Jahr) wird jeweils nur das äußere Drittel des Inventars durch neue Brennelemente ersetzt, die im Laufe der folgenden Zyklen von außen nach innen umgesetzt werden. Neben diesem Ziel der gleichmäßigen radialen Leistungsdichteverteilung kann durch andere Kernbeladungen entweder der Abbrand der Brennelemente erhöht werden oder ein geringerer Neutronenfluss in der Nähe der Wand des Reaktordruckbehälters erreicht werden.
Reaktordruckbehälter
Der Reaktordruckbehälter eines Druckwasserreaktors ist von einem oder mehreren ineinander geschachtelten Sicherheitsbehältern (Containments) umgeben. Die Sicherheitsbehälter haben keine betriebliche Funktion, sondern dienen dem Abschluss verschiedener Betriebsbereiche gegeneinander und nach außen.
Die inneren Sicherheitsbehälter haben bei den in der Auslegung (siehe Auslegungsstörfall) berücksichtigten normalen oder besonderen Betriebszuständen die Funktion, den Austritt von radioaktivem Dampf oder radioaktivem Gas auf möglichst kleine Mengen zu beschränken. Die äußeren Sicherheitsbehälter sollen außerdem eine Fremdeinwirkung von außen auf den Reaktor verhindern. Die Auslegung der Sicherheitsbehälter erfolgt nach Modellen für die jeweiligen Betriebszustände. Der Sicherheitsbehälter ist für einen bestimmten maximalen Druck von innen und für eine bestimmte maximale Einwirkung (Impulsbelastung) von außen bemessen.
Ältere AKW besaßen lediglich ein Betriebsgebäude, das Wettereinwirkung auf die Anlage verhindert, aber keinen Abschluss gegen Dampfaustritt, keinen Schutz gegen explosionsartig erhöhten Druck oder gegen Aufprall eines Flugkörpers. Solche Anlagen sind heute (2016) in Westeuropa nicht mehr in Betrieb.
Primärkreislauf
Dampferzeuger
Der Dampferzeuger, der als Rohrbündelwärmeüberträger ausgeführt ist stellt die Schnittstelle zwischen Primär- und Sekundärkreislauf dar. Die Wärme wird so an das Wasser im Sekundärkreislauf abgegeben, das die Heizrohre umgibt. Weil der Druck auf der Sekundärseite des Dampferzeugers nur etwa 65 bis 70 Bar beträgt, verdampft das Wasser an den Heizrohren des Dampferzeugers erst bei etwa 280 °C. In einem Atomkraftwerksblock mit einer elektrischen Leistung von 1400 MW beträgt die dabei entstehende Dampfmenge für alle Dampferzeuger zusammen etwa 7000 Tonnen pro Stunde. Nach der Wärmeübertragung im Dampferzeuger wird das abgekühlte Wasser im Primärkreislauf mit Kreiselpumpen zurück in den Reaktordruckbehälter gepumpt.
Sekundärkreislauf
Der entstehende Wasserdampf wird über Rohrleitungen in Dampfturbinen mit einem angekoppelten Generator zur Stromerzeugung geleitet. Dabei kühlt er sich ab.
Kondensator
Im Kondensator wird anschließend der Wasserdampf wieder verflüssigt, so daß er als Wasser mit der Speisepumpe einer erneuten Dampferzeugung zugeführt werden kann. Der Kondensator wiederum wird mit Kühlwasser, meist aus einem Fluss, gekühlt. Je nach Anfangstemperatur und Wasserführung des Flusses muss dieses Kühlwasser, bevor es in den Fluss zurückgeleitet wird, seinerseits wieder abgekühlt werden. Zu diesem Zweck wird ein Teil des Kühlwassers in einem Kühlturm zum Verdunsten gebracht. Dadurch entstehen bei manchen Wetterlagen weiße Wolken über den Kühltürmen.
Geschichte
1957. Der weltweit erste kommerziell betriebene Druckwasserreaktor im Atomkraftwerk Shippingport in den USA nimmt den Betrieb auf. Der Reaktor hat eine Leistung von 68 MW. Die Entwicklung beruht auf Vorarbeiten der US-amerikanischen Marine für Schiffsantriebe. Dieser Reaktortyp wurde zunächst in großen Stückzahlen zum Antrieb von Kriegsschiffen wie der Nimitz-Klasse gebaut. Die Atomantriebe der US-Marine verfügen alle über Druckwasserreaktoren.
29. August 1962. Im Studienzentrum für Kernenergie geht der Atomreaktor BR-3 als erstes kommerzielles Atomkraftwerk Belgiens ans Netz. Er wurde aus den USA importiert und ist zudem der erste kommerziell Strom erzeugende Druckwasserreaktor Europas. Der Reaktor weist jedoch nur eine geringe thermische Reaktorleistung auf. Er dient von Beginn an vor allem zu Forschungszwecken, produziert aber auch Strom.
In den noch im Betrieb befindlichen Atomkraftwerken in Deutschland befindet sich meist ein Druckwasserreaktor. Ausführungen des Druckwasserreaktors sind zum Beispiel der von Siemens in den 1980er Jahren in Deutschland gebaute Konvoi, der von Framatome in Frankreich gebaute N4 und der sowjetische WWER. Die Weiterentwicklung der Konvoi- und N4-Atomreaktoren ist der Europäische Druckwasserreaktor (EPR). Dieser wird von Areva NP derzeit in Olkiluoto (Finnland) und Flamanville (Frankreich) gebaut.
Bilder aus Wikimedia Commons
Atomkraftwerk mit Druckwasserreaktor, Lizenz: Creative Commons Attribution 3.0 Unported, Urheber: San Jose, Niabot (SVG version)
Quellen